JPH0257680B2 - - Google Patents

Info

Publication number
JPH0257680B2
JPH0257680B2 JP59198748A JP19874884A JPH0257680B2 JP H0257680 B2 JPH0257680 B2 JP H0257680B2 JP 59198748 A JP59198748 A JP 59198748A JP 19874884 A JP19874884 A JP 19874884A JP H0257680 B2 JPH0257680 B2 JP H0257680B2
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
ferrule
spring member
spacer
adjacent
ferrules
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Expired - Lifetime
Application number
JP59198748A
Other languages
English (en)
Other versions
JPS6122290A (ja
Inventor
Baaderu Johanson Eritsuku
Mazunaa Buruusu
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
General Electric Co
Original Assignee
General Electric Co
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by General Electric Co filed Critical General Electric Co
Publication of JPS6122290A publication Critical patent/JPS6122290A/ja
Publication of JPH0257680B2 publication Critical patent/JPH0257680B2/ja
Granted legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/30Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
    • G21C3/32Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
    • G21C3/34Spacer grids
    • G21C3/344Spacer grids formed of assembled tubular elements
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Devices And Processes Conducted In The Presence Of Fluids And Solid Particles (AREA)
  • Fuel Cell (AREA)
  • Solid Fuels And Fuel-Associated Substances (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】 背 景 動力用原子炉は周知であり、例えば、1962年マ
グローヒル(Mc Graw−Hill)社によつて発行
されたエルワキル(M.M.EI−Wakil)著『ニユ
ークリア・パワー・エンジニアリング(Nuclear
Power Engineering)』に説明されている。
例えば、イリノイ州シカゴ近くのドレスデン原
子力発電所(The Dresden Nucleal Power
Station)で使用されているような公知の型の動
力用原子炉では、炉心が不均質型である。このよ
うな原子炉の核燃料は棒形で、このような燃料棒
は、例えば米国特許第3365371号に示されている
ように核燃料として酸化ウランおよび(または)
酸化プルトニウムを内蔵するジルコニウム合金の
ような適当な材料製の密閉された被覆管からな
る。幾本かのこのような燃料棒が1群として開端
管状フローチヤネル内に納められ、別個に引出し
うる燃料集合体または燃料束を形成する。これ
は、例えば米国特許第3431170号に示されている。
十分な数の燃料集合体をほぼ直円柱状のマトリ
ツクスをなすように配列し、自己持続式核分裂が
可能な炉心を形成する。この炉心は、冷却材兼中
性子減速材として働く流体、例えば、軽水に浸さ
れる。
代表的な燃料集合体は、上側と下側の結合板の
間に支持された離隔燃料棒の配列によつて形成さ
れ、これらの燃料棒は長さが数フイートで、長径
が2分の1インチ程度であり、数分の1インチ相
隔たつている。適切な冷却材の流れが燃料棒を通
り過ぎるようにするには、燃料棒を離隔位置に保
ちそして原子炉の運転中燃料棒のわん曲と振動を
抑制することが重要である。この目的のために、
複数の燃料棒スペーサが燃料集合体の長さ方向に
沿つて隔設される。
このような燃料棒スペーサの設計において考慮
すべきことは、燃料棒間の間隔の維持、燃料集合
体の形成の維持、燃料棒熱膨張のゆとり、燃料棒
振動の抑制、燃料束組立ての容易さ、スペーサと
燃料棒との接触面積の最少化、正常負荷および異
常(例えば地震による)負荷付のスペーサの構造
的一体性の維持、原子炉冷却材流のゆがみと制限
の最少化、熱的限度の最大化、寄生的中性子吸収
の最少化、自動化生産への適応を含む製造費の最
少化等である。従つて、このような燃料棒スペー
サを提供する必要性はいくつかの重大な問題を生
ずる。
核燃料に加えて、炉心の構造に使用しなければ
ならないいかなる材料も中性子を非生産的に吸収
して反応を減らすので、それを補う量の燃料を追
加的に設けなければならない。このような寄生的
中性子吸収の量は、非燃料材料の量と、その中性
子吸収特性すなわちその中性子吸収断面積と、そ
の材料がさらされる中性子束密度との関数であ
る。
核燃料から熱を除くために、加圧された冷却材
が炉心の燃料集合体を通るように圧送される。燃
料集合体内の燃料棒スペーサは、冷却材流制限物
として作用し、そして不可避ではあるが望ましく
ない冷却材流圧力降下を生ずる。燃料棒の長さに
沿う適切な冷却を保ちかつ所要の冷却材圧送動力
を最少にするには、スペーサの冷却材流に対する
抵抗を最少にすることが望ましい。スペーサの流
れ低抗はその突出領域すなわち「陰」領域の強い
関数である。従つて、スペーサの流れ抵抗を最少
にするには、スペーサの構造体の突出領域を最少
にすればよい。試験結果によれば、最少の突出領
域を用いたスペーサはまた最高の熱的限度を有す
る。
スペーサの冷却材流抵抗はまた、スペーサ表面
とそれを通流する冷却材との間の流体流摩擦の故
に、スペーサの表面積すなわち「めれ」面積の強
い関数である。従つて、スペーサに流れる低抗
は、スペーサの高さを減らすことによつて最少に
しうる。
実際問題として、寄性的中性子吸収と冷却材流
制度とを共に最少にしようとすると、燃料棒スペ
ーサの設計に矛盾が生ずる。
冷却材流の制限を最少にするには、スペーサ部
材を薄くして断面積を最少にすべきである。しか
し、非常に薄い部材は高強度材料で作られなけれ
ば適切なスペーサ強度をもたらさない。また、適
切な弾性特性をもつた高強度材料をスペーサのば
ね材料部分に用いなければならない。このような
適材は比較的高い中性子吸収特性をもつことがわ
かつている。
他方、望ましいほど低い中性子吸収特性をもつ
材料は、強度が比較的低く、形成が困難であり、
またスペーサのばね部材部分の所望弾性に欠ける
ことがわかつている。
前記の設計上の矛盾の解決策は、「複合」スペ
ーサ、すなわち、構造部材を低中性子吸収断面積
をもつ材料で作りそしてばね部材を別に適切なば
ね材料で作るようなスペーサを用いることであ
り、これにより、高中性子吸収断面積材料の量は
最少になる。
このような燃料棒スペーサは様々なものが提案
されそして使用されてきた。その一例は米国特許
第3654077号に示されている。この引例に示すス
ペーサ(特にその第5図と第6図の実施例)は長
期間商業的な成功を収めてきた。そのスペーサで
は、周囲支持部材と分割部材がジルコニウム合金
のような低中性子吸収断面積の部材で形成されて
いる。分割部材は、中性子損失をさらに減らすた
めに、骨組状に、すなわち、多数の切抜き口をも
つように形成されている。高中性子吸収断面積の
ばね部材の量を最少にするために、各燃料棒通路
に単一のばね部材が突入しており、ばねは4側面
をもつ組立体の形態をなす。
スペーサ設計の他の一例は米国特許第3886038
号に示されている。
スペーサ設計の他の一例は、本出願人による
1982年8月20日付の米国特許第410124号によつて
示されているようなフエルール型スペーサ(互い
に結合された管状フエルールの列で構成されたス
ペーサ)である。なお、上記引用米国特許出願は
参照によつてここに包含される。
従来、燃料集合体は4年程度の炉心内在留期間
に対して設計された。燃料の燃焼を長びかせる最
近の傾向に伴い、6年以上程度の燃料集合体在留
時間が必要である。
この増加した炉心内在留期間は別のスペーサ設
計問題をひき起こす。それは、炉心の周囲からス
ペーサによつて吸収される水素の量が次のような
程度、すなわち、スペーサの材料における水素化
物濃度がその材料の脆化と、その結果としての強
度低下とをひき起こすおそれがある程、増加する
ことである。もし水素化物濃度が高くなり過ぎれ
ば、スペーサが破損するおそれがある。
スペーサによつて吸収される水素の量は、冷却
材にさらされるスペーサ表面積、すなわち、「ぬ
れ」表面積に比例する。比較的薄いスペーサ部材
内への水素拡散率は、スペーサ材料の全体積にわ
たつてほぼ均一な水素化物濃度を与えるのに十分
である。従つて、水素化物濃度は、スペーサ材料
のぬれ表面積対体積の比に比例する。
すなわち、水素化物濃度は、スペーサ部材の幅
または厚さを増すことによつてそれらの断面積を
増すことにより減少しうる。
前述のように、スペーサを通る冷却材流の抵抗
はスペーサ部材の断面積と高さとの関数である。
従つて、望ましいほど低い冷却材流抵抗を維持す
るには、スペーサ部材の厚さのいかなる増加もス
ペーサ部材の高さの減少によつて補償されなけれ
ばならない。
水素化物濃度を最低にするには、最少高さのス
ペーサが必要である。
多くのスペーサ設計において、最少高さはスペ
ーサ部材の設計によつて制限される。ばねが垂直
方向(軸方向)に向いているスペーサ、例えば、
前記米国特許出願第410124号に示されているよう
なスペーサでは、スペーサの最少高さは、ばねの
所望のたわみ性と力に要するばね長さによつて制
限される。
本発明の目的は、炉心内のスペーサの長い在留
期間にわたつて内部の水素化物の濃度を適切なレ
ベルに保つのに十分な断面積をもつスペーサ部材
を有する該燃料要素スペーサの提供にある。
他の目的は、スペーサの高さを最少にしてそれ
を通る冷却材流に対する抵抗を最少にすることで
ある。
要 約 本発明の上記および他の目的は、各フエルール
が燃料集合体の燃料棒または他の長い要素用の通
路または小室を画成するような複数の互いに結合
されたフエルールの配列によつて構成されたスペ
ーサによつて達成される。また、周囲バンドを設
けうる。
一体に溶接されたフエルール群は、フエルール
(および周囲バンド)の形成に用いる金属の厚さ
を最少にして冷却材流抵抗と寄性的中性子吸収と
を減らしうるような高い構造強度の構造体をな
す。
中性子吸収は、フエルールと支持バンドを低中
性子断面積の材料で形成することによつてさらに
減少する。
フエルールを貫通する棒または要素は、フエル
ール内の中央に位置づけられそして剛性止め部と
弾性部材との間に横方向に支持される。剛性止め
部すなわち剛性突起はフエルールの壁のアーチ状
部分の形態をとりうる。
炉心内のスペーサの長い在留期間中の連続的な
水素吸収に起因するスペーサ材料内の水素化物濃
度を制限するため、スペーサ部材の表面積対断面
積の比が、スペーサ部材の厚さを、比較的短かい
在留期間に対して設計されたスペーサの部材に比
べて大きくすることによつて減らされる。スペー
サ部材の厚さの増加だけから生ずる冷却材流抵抗
の増加を相殺するため、スペーサ部材の高さが減
らされる。この短縮された垂直方向の高さは弾性
部材またはスペーサばねの許容長さを制限する。
従つて、本発明によれば、弾性部材またはスペ
ーサばねは、スペーサの2個の隣接フエルールに
架して両フエルールを貫通する両燃料棒または他
の要素と係合しかつそれらを横方向に支持するよ
うな横方向または水平方行を向いたある形の板ば
ねの形態をとる。
スペーサばねは、ばね材料を効率よく利用する
ことによつてスペーサのばね材料の量を最少にす
るような内部応力分布をもたらすように形成され
る。
水平方向スペーサばねは2個の隣接フエルール
に設けた切抜き口内に保持される。各ばねのかな
りの部分がフエルール壁の断面または陰内にある
ので、この部分は冷却材流抵抗を増さない。水平
方向スペーサばねは冷却材流に対して端縁を向け
ているので、全スペーサ断面または突出領域に対
するそれらの寄与は最少になり、従つてそれらに
よる冷却材流抵抗は最少になる。
スペーサばねは、燃料棒または他の要素との接
触面積を最少にするためにそれらとの接触点に凹
みが形成される。
スペーサのフエルールの内面と外面は円形、8
角形または他の形を有しうるが、好適実施例では
内面を円形にそして外面を8角形にしてある。
同じ最少壁厚をもつが内面と外面が円形のフエ
ルールに比べて、外面が8角形のフエルールの余
分な材料は、スペーサの強度と剛性を大いに増加
させる。さらに、この余分な材料は(フエルール
外壁の表面に沿つて)比較的少ない冷却材流の区
域にあるので、余分な材料による冷却材流抵抗は
最少になる。
外面が8角形のフエルールの使用はまた、冷却
材にさらされるスペーサの全表面積を減らす。な
ぜなら、隣接するこのようなフエルール間の接触
面積が比較的大きいからである。これはスペーサ
材料による水素吸収を最少にする助けとなる。
詳細な説明 第1図と第2図は1対の隣合いかつ当接するフ
エルール11を示し、両フエルールの当接壁は頂
端と底端で溶接部12等によつて接合される。
任意の数のフエルール11を当接関係に配置し
かつ結合することにより、前記引用米国特許出願
第410124号、特許第4508679号に開示されかつ詳
述されているような所要数の燃料棒通路を画成す
るスペーサ(所望により周囲バンドを含む)を形
成しうる。
第1図と第2図に示すように、フエルール11
の上端部13と下端部14は主体部16より外径
が大きい。従つて、両フエルール11間に小さな
空間または間隙17が画成され、これにより幾ら
かの冷却部の循環が生じてフエルール間の異物の
推積と割れ目腐食(crevice corrosion)を抑制
しうる。間隙17を設ける代わりに、全長(全
高)に沿つて一体に溶接またはろう接された均一
外径のフエルールを用いてもよい。
フエルール11における水素化物濃度を制限す
るために、それらの表面積対断面積の比をそれら
の壁厚の増加によつて減らし、また、壁厚の増加
から生じうる冷却材流抵抗の増加を防ぐために、
フエルールの高さを減らしてある。
制限された高さのスペーサに所望ばね特性を与
えるために、第1図と第2図に示すように、水平
方向向きのばね部材18がフエルール11の切抜
き口19,21にはめこまれている。また、応力
のかからない状態のばね部材18を別に第3図の
側面図と第4図の上面図に示す。ばね部材18は
その中央から左右に対称であるから、その左側ア
ームだけを第3図と第4図に示してある。
ばね部材18は、隣接フエルール11間に内方
に突設する先端23を有する比較的大きいV形中
央部分22を含む。(V形中央部分の機能につい
ては後述する。)ばね部材18の各アームは、中
央部分22から外方に向つて、長い中央部24
と、フエルール11に向つて傾斜する比較的短い
端部26と、高さを減らした先端部またはタブ2
7とを含む。
ばね部材18と、フエルール11とを貫通する
燃料棒または他の要素28(第2図に破線で示
す)との接触位置において、ばね部材18の中央
部24に突起または凹み29が形成されて要素2
8とばね部材18との間の接触面積を制限する。
要素28をフエルール11の中央部に位置づけ
かつ横方向に支持するために、半径方向に隔設さ
れて内方に突出する1対の比較的剛性の止め部3
1が、フエルール11に、ばね部材18の接触凹
み29にほぼ向い合つて設けられている。
止め部31はフエルールの壁に一体的に形成さ
れることが好ましい。第5図に示すように、これ
をなすには、まずフエルールの壁に、止め部31
の所望の長さと幅を定める1対の相隔たるスリツ
ト32を形成し、次いで、両スリツト32間の材
料を内方に変形してわん曲止め部31を形成す
る。
両隣接フエルール11とばね部材18との組立
体を形成するには、ばね部材18の一方のアーム
を両フエルール11の第1フエルールの切抜き口
つまり開口19,21に通し、タブ27が開口2
1から突き出るようにする。(ばね部材18の端
部26の外端に形成された肩部33が開口21の
内側と係合してばね部材18を横方向に位置づけ
かつ保持する。)次いで、第2フエルール11を
第1フエルールに近づけながら、ばね部材18の
他のアームを第2フエルールの開口19,21に
挿入する。その後、両フエルール11を整合当接
関係において、溶接部12(第1図)によつて接
合する。
次に、ばね部材18の比較的大きいV形中央部
分22の機能を説明する。フエルール11に挿通
された要素28に所望のばね力をかけるために、
ばね18の応力がかからない時の形状(第4図)
は、次のような形状、すなわち、もし予荷重がな
ければ、ばね部材18がフエルール11内に、要
素28の挿通が不可能でないにせよ困難になる程
突入することになるような形状であり、また、ば
ね18を適所に保持するために、過大の長さの端
タブ27が必要になろう。
このような問題は、本発明によれば、V形中央
部分22によつて解決される。フエルール11を
貫通する要素28がない場合、中央部分22の先
端23が切抜き口19(第2図)の内側垂直縁3
4と接触してばね部材18に予荷重をかけ、こう
してフエルール11内への突入度を制限する。
このばね部材18の設計の利点の一つは、ばね
材料の効率的な使用である。両凹み29による両
接触点間では、ばね部材に均等な応力がかかる。
なぜなら、この間の全長にわたつて、曲げモーメ
ントが一定だからである。凹み29と、開口21
と接触する各アームの外端との間では、曲げモー
メントが線形的にゼロに減る。この応力分布によ
り材料の使用は非常に効率が良くなる。なぜな
ら、ばね材料のほとんどがばね部材のたわみ性に
最大限度奇与するからである。ばね材料の量を最
少にすることは、このような材料が比較的高い中
性子捕獲断面積をもつので重要である。
本ばね装置の他の利点は、ばね部材のかなりの
部分がフエルール11の壁の陰すなわち断面領域
内にあることである。これはスペーサを通る冷却
材流に対する抵抗の低下に役立つ。
例 本発明の一設計例において、フエルール11は
高さが約0.600インチ(1.52cm)、外径が約0.64イ
ンチ(16.2cm)、壁厚が約0.030インチ(0.76mm)
である。フエルール11はジルコニウム合金、例
えば、ジルカロイ4のよううな低中性子吸収断面
積の材料で形成されることが好ましい。
ばね部材18は、ニツケル合金、例えば、イン
コネルのような適当な強度と耐食性と弾性を有す
る材料で形成される。ばね部材18の一例は、形
成後の全長が1.13インチ(2.87cm)、高さが約0.15
インチ(0.38mm)、厚さが約0.014インチ(0.036
mm)である。
前述の米国特許出願第410124号に示されている
フエルールスペーサにくらべ、本発明によつて形
成されたスペーサはフエルール材料のぬれ表面積
対体積の比を減らし、こうして、炉心内の所与の
在留期間の水素化物濃度を約33%減らす。
別の実施の態様 第6図と第7図に示す別の実施の態様におい
て、両隣接フエルール11′内面は円形であるが、
外面は8角形である。ばね部材18と剛性止め部
31は前述のごとくでよい。
8角形外形の利点は幾つかある。フエルール1
1′の追加された材料は、円形外形のフエルール
における同量の材料に比べて流れに対する抵抗が
少ない。なぜなら、8角形外形の追加材料は、材
料の追加が冷却材流抵抗に一層好ましくない影響
を及ぼすところのフエルール内径の減少を要しな
いからである。
8角形外形のフエルール11′では、ばね部材
18のより多くの量がフエルール壁の陰領域内に
あるので、それだけ冷却材流抵抗は低下する。
配列されたフエルール11′の当接する8角形
側面の面積は大きいので、ぬれ表面積は小さく、
そしてそれらで構成させるスペーサは強度と剛性
が高い。大きな当接面積はこれらの利点をもたら
すが、重要なことは、隣接フエルール11′の接
合を、冷却材が侵入しないように当接面部を密封
して割れ目腐食を防ぐように行うことである。こ
れは、当接面部を全周にわたつて溶接すること、
または、好ましくは、ろう接によつて全当接面部
を接合することによつて行われうる。
第6図と第7図の実施の態様の一例において、
フエルール11′は高さが約0.600インチ(1.52
cm)、内径が約0.600インチ(1.52cm)である。
内形と外形が円形で、高さと中心から中心まで
の間隔とフエルール材料の量とが同一のフエルー
ルで構成されたスペーサに比べて、フエルール1
1′で構成されたスペーサは、所与の炉心内在留
期間について水素化物濃度を約45%減らす。
【図面の簡単な説明】
第1図は本発明によるスペーサの1対の隣接フ
エルール及びこれに装着されたばね部材の立面
図、第2図は第1図のスペーサフエルール装置の
断面図、第3図は本発明のばね部材の一方のアー
ムの立面図、第4図は第3図のアームの平面図、
第5図はフエルールに設けた剛性止め部を示す本
発明のフエルールの部分切取立面図、第6図は本
発明によるスペーサの1対の隣接フエルールが8
角形の外形を有する場合の両フエルールの立面
図、第7図は第6図のスペーサフエルール装置の
断面図である。 11,11′……フエルール、18……ばね部
材、19,21……切抜き口(開口)、22……
V形中央部分、24……中央部、26……端部、
27……タブ、29……凹み、31……止め部、
33……肩部。

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 1 複数の長い要素を含む原子炉用燃料集合体に
    おいて、横方向に配列されそして互いに結合され
    た複数の管状フエルールを具備して各フエルール
    は前記要素の1個用の通路を画成し、また、横方
    向に向けた複数の板ばね部材を具備して各板ばね
    部材は前記フエルールのうちの2個の隣接するも
    のに架して両隣接フエルールを貫通する前記要素
    と係合しかつそれらを横方向に支持し、両隣接フ
    エルールの対面側部に切抜き口が形成されて前記
    ばね部材を受入れかつ支持し、前記対面側部とは
    反対の位置にある前記フエルールの側部に開口が
    形成されて前記ばね部材の端部を受入れかつ拘束
    するようになつており、前記ばね部材は前記隣接
    フエルールの当接側部に向かつて突出する先端を
    有する略V形中央部分が形成され、これにより、
    前記隣接フエルールを貫通する要素がない場合、
    前記中央部分が前記当接側部と接触しそして前記
    ばね部材に予荷重をかけるとともに前記ばね部材
    の前記フエルール内への突入量を制限し、これに
    より前記要素の前記フエルール内への挿通を容易
    にし、前記フエルールを貫通する前記要素が存在
    する場合には前記ばね部材の前記中央部分は抑制
    されず、さらに前記ばね部材は前記V形中央部分
    から外方に延びる左右のアームを有し、前記アー
    ムはそれぞれ前記要素の1つと接触する比較的長
    い中央部分と、前記フエルールに向つて傾斜した
    短い端部と、前記開口の1つと係合する各アーム
    の末端で高さを短縮してあるタブとを含み、これ
    により、前記ばね部材の端部に形成された肩部が
    前記開口に隣接する前記フエルールの内面と係合
    して前記ばね部材を横方向に位置づけかつ保持す
    ることからなる、前記要素を横方向に保持するス
    ペーサ。 2 前記隣接フエルールを貫通する前記要素と接
    触する前記ばね部材の部分に凹みが形成されて前
    記ばね部材と前記要素との接触面積を制限する、
    特許請求の範囲第1項記載のスペーサ。 3 前記フエルールの外面が8角形であり、前記
    フエルールの内面が円形である、特許請求の範囲
    第1項記載のスペーサ。 4 前記フエルールの高さが前記フエルールの内
    径より小さい特許請求の範囲第1項記載のスペー
    サ。 5 前記フエルールの露出表面面積対体積の比が
    約50ないし約70(cm2/cm3)である、特許請求の範
    囲第1項記載のスペーサ。 6 少なくとも2個の横方向に相隔たる比較的剛
    性の止め部が、各フエルール内に突入している前
    記ばね部材とほぼ対向して該フエルール内に突出
    しており、これにより各フエルールを貫通する前
    記要素が該フエルール内において1個のばね部材
    と少なくとも2個の剛性止め部との間に横方向に
    支持される、特許請求の範囲第1項記載のスペー
    サ。 7 前記剛性止め部は、まず1対の相隔たるスリ
    ツトを前記フエルールの壁に形成し次いで両スリ
    ツト間の部分を内方に変形して前記フエルールと
    一体に形成される、特許請求の範囲第1項記載の
    スペーサ。 8 前記隣接フエルールの上端部と下端部を主体
    部よりも大きな外径に形成し、これにより前記隣
    接フエルール間に冷却材循環用間〓を設けた、特
    許請求の範囲第1項記載のスペーサ。
JP59198748A 1983-09-26 1984-09-25 核燃料集合体スペ−サ Granted JPS6122290A (ja)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US06/535,851 US4571324A (en) 1983-09-26 1983-09-26 Nuclear fuel assembly spacer
US535851 2000-03-27

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPS6122290A JPS6122290A (ja) 1986-01-30
JPH0257680B2 true JPH0257680B2 (ja) 1990-12-05

Family

ID=24136059

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP59198748A Granted JPS6122290A (ja) 1983-09-26 1984-09-25 核燃料集合体スペ−サ

Country Status (6)

Country Link
US (1) US4571324A (ja)
JP (1) JPS6122290A (ja)
DE (1) DE3433101A1 (ja)
ES (1) ES296424Y (ja)
IT (1) IT1176706B (ja)
SE (1) SE458404B (ja)

Families Citing this family (15)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH0769449B2 (ja) * 1987-09-28 1995-07-31 株式会社日立製作所 独立セル型燃料スペーサおよびその製造方法
US4876063A (en) * 1988-03-17 1989-10-24 General Electric Company Double-d water rod for 9 by 9 fuel bundle
US4869865A (en) * 1988-12-02 1989-09-26 General Electric Company Method of manufacturing nuclear fuel bundle spacers
US5069864A (en) * 1990-04-16 1991-12-03 General Electric Company Nuclear fuel assembly spacer and spring
US5173252A (en) * 1991-05-17 1992-12-22 General Electric Company Removable springs for ferrule spacer
US5371768A (en) * 1992-12-14 1994-12-06 General Electric Company Swirl type spacer for boiling water reactor fuel
US5361288A (en) * 1993-08-16 1994-11-01 General Electric Company Spacer with integral zircaloy springs
US5488644A (en) * 1994-07-13 1996-01-30 General Electric Company Spring assemblies for adjoining nuclear fuel rod containing ferrules and a spacer formed of the spring assemblies and ferrules
US5519747A (en) * 1994-10-04 1996-05-21 General Electric Company Apparatus and methods for fabricating spacers for a nuclear fuel rod bundle
US5546437A (en) * 1995-01-11 1996-08-13 General Electric Company Spacer for nuclear fuel rods
DE29501278U1 (de) * 1995-01-27 1995-09-21 Siemens AG, 80333 München Abstandhalter für ein Kernreaktorbrennelement
US5566217A (en) * 1995-01-30 1996-10-15 General Electric Company Reduced height spacer for nuclear fuel rods
US5675621A (en) * 1995-08-17 1997-10-07 General Electric Company Reduced height flat spring spacer for nuclear fuel rods
US5815545A (en) * 1997-02-19 1998-09-29 General Electric Company Nuclear fuel assembly spacer and spring
KR100330355B1 (ko) * 1999-06-04 2002-04-01 장인순 회전유동발생 날개를 가진 덕트형 핵연료 집합체 지지격자

Family Cites Families (12)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
NL121976C (ja) * 1961-11-30
GB1075522A (en) * 1963-02-22 1967-07-12 Soc Anglo Belge Vulcain Sa Nuclear fuel assembly
GB1104631A (en) * 1963-12-16 1968-02-28 Atomic Energy Authority Uk Improvements in or relating to nuclear reactor fuel element assemblies
DE1514560C3 (de) * 1965-09-03 1975-01-09 Siemens Ag, 1000 Berlin Und 8000 Muenchen Abstandshalter für kastenförmige Kernreaktorbrennelemente
DE1294574B (de) * 1965-12-03 1969-05-08 Westinghouse Electric Corp Auswechselbares Kernreaktor-Brennelement, bestehend aus mehreren Brennstaeben
SE321998B (ja) * 1966-08-15 1970-03-23 Atomenergi Ab
US3365371A (en) * 1966-10-14 1968-01-23 Gen Electric Nuclear reactor fuel pellet
US3431170A (en) * 1966-12-07 1969-03-04 Gen Electric Nuclear reactor fuel bundle
US3654077A (en) * 1967-06-26 1972-04-04 Gen Electric Nuclear reactor fuel element spacer
BE794000A (fr) * 1972-01-13 1973-07-12 British Nuclear Fuels Ltd Perfectionnements aux montages d'elements combustibles de reacteurs nucleaires
DE3004239A1 (de) * 1980-02-06 1981-08-13 Gg. Noell GmbH, 8700 Würzburg Lagergestell zur aufnahme gebrauchter brennelemente aus kernkraftwerken
US4389369A (en) * 1980-08-11 1983-06-21 Westinghouse Electric Corp. Bi-metallic grid for a nuclear reactor fuel assembly

Also Published As

Publication number Publication date
US4571324A (en) 1986-02-18
SE8404731D0 (sv) 1984-09-20
ES296424Y (es) 1988-04-16
IT1176706B (it) 1987-08-18
SE458404B (sv) 1989-03-20
JPS6122290A (ja) 1986-01-30
DE3433101C2 (ja) 1987-10-15
IT8422657A0 (it) 1984-09-14
SE8404731L (sv) 1985-03-27
DE3433101A1 (de) 1985-04-11
ES296424U (es) 1987-09-01

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US4957697A (en) Nuclear fuel rod support grid with generally S-shaped spring structures
JP2628537B2 (ja) 核燃料棒の支持格子におけるばね構造
JP2823054B2 (ja) 核燃料棒支持格子のディンプル構造とばね構造
JPH0335640B2 (ja)
US4544522A (en) Nuclear fuel assembly spacer
US5966419A (en) Spacing grid of a fuel assembly for a nuclear reactor and fuel assembly
EP0452706B1 (en) Nuclear fuel assembly spacer and spring
JPH0257680B2 (ja)
US4357298A (en) Nuclear fuel assembly space arrangement
JP2503026B2 (ja) 燃料集合体用のフロ―ミキシング中間格子
US5002726A (en) Nuclear fuel assembly spacer and loop spring with enhanced flexibility
US3664924A (en) Nuclear reactor spring ferrule spacer grid
US5085827A (en) Nuclear fuel assembly spacer and loop spring with enhanced flexibility
US5732116A (en) Spacer grid of a fuel assembly for a nuclear reactor, including attached springs
JPH0573194B2 (ja)
US5263072A (en) Thermohydraulic grid and nuclear fuel assembly
JPS637353B2 (ja)
US4587704A (en) Method of mounting a continuous loop spring on a nuclear fuel spacer
US4556531A (en) Nuclear fuel assembly spacer and spring component therefor
JPH05196768A (ja) 燃料集合体の格子状スペーサ
KR970004417B1 (ko) 연료봉 소다발
KR100927133B1 (ko) 원통모양의 딤플을 갖는 이물질여과용 지지격자
JPS61230081A (ja) 原小炉用の可燃性吸収棒
US4626405A (en) Cruciform skeleton and water cross for a BWR fuel assembly
KR100918486B1 (ko) 원통모양의 딤플을 갖는 이물질여과용 지지격자